• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.117-124
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• 2017

Densities of molten salt mixtures of eutectic LiCl-KCl with $UCl_3$, $CeCl_3$, or $LaCl_3$ at various concentrations (up to 13 wt%) were measured using a liquid surface displacement probe. Linear relationships between the mixture density and the concentration of the added salt were observed. For $LaCl_3$ and $CeCl_3$, the measured densities were significantly higher than those previously reported from Archimedes' method. In the case of $LiCl-KCl-UCl_3$, the data fit the ideal mixture density model very well. For the other salts, the measured densities exceeded the ideal model prediction by about 2%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3798-3807
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• 2021

Tritium extraction from radioactively contaminated cement mortar samples was performed using heating and liquid scintillation counting methods. Tritiated water molecules (HTO) can be present in contaminated water along with water molecules (H₂O). Water is one of the primary constituents of cement mortar dough. Therefore, if tritium is present in cement mortar, the buildings and structures using this cement mortar would be contaminated by tritium. The radioactivity level of the materials in the environment exposed to tritium contamination should be determined for their disposal in accordance with the criteria of low-level radioactive waste disposal facility. For our experiments, the cement mortar samples were heated at different temperature conditions using a high-temperature combustion furnace, and the extracted tritium was collected into a 0.1 M nitric acid solution, which was then mixed with a liquid scintillator to be analyzed in a liquid scintillation counter (LSC). The tritium extraction rate from the cement mortar sample was calculated to be 90.91% and 98.54% corresponding to 9 h of heating at temperatures of 200 ℃ and 400 ℃, respectively. The tritium extraction rate was close to 100% at 400 ℃, although the bulk of cement mortar sample was contaminated by tritium.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.95-102
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• 2013

고준위방사성폐기물 처분장의 완충재로 고려되고 있는 자연산 벤토나이트에 대해서 기존의 물리 화학적 및 광물학적 성질 외에 생물학적 특성을 살펴보았다. 국내산 '경주벤토나이트'를 대상으로 만든 현탁액을 영양배지 세럼병에서 일주일 이상 숙성시키며 시간에 따른 벤토나이트의 변화를 관찰하였다. 영양배지에서 활성화된 벤토나이트는 고체 시료뿐만 아니라 용액도 함께 변하였다. 용존황산염 수용액으로부터 검은색의 미립자 황화물이 생성되기 시작하였으며, 시료를 채취하여 배양한 결과 4 종류의 황산염환원박테리아(SRB)가 자체 생존하고 있음이 확인되었다. 이러한 결과는 벤토나이트 분말시료 내에 황산염환원(혹은 금속환원)박테리아가 고착 및 서식하고 있음을 말해주는 것으로, 이는 지하의 환원환경 조건하에서 완충재 내외부에 장기적으로 생지화학적 영향이 발현될 가능성이 있음을 의미한다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.245-256
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• 2004

The extraction of three kinds of amido podands, N,N,N'N'-tetrabutyl-3-oxa-pentanedi- amide (TBDGA), N,N,N'N'-tetra-isobutyl-3-oxa-pentanediamide(TiBDGA) and N,N,N'N'-tetra- butyl-3,6-dioxa-oct-anediam- ide(TBDOODA) on U(VI),Pu(IV), Am(III), Eu(III) and other metal ions is studied in nitric acid solutions. 40%octanol-kerosene is chosen as diluents to eliminate third phase and emulsion. TBDGA and TiBDGA show extraction selectivity to An(III) and Ln(III) much higher than to U(VI) and Pu(IV). Fe, Ru and Mo is poorly extracted by the three kinds of amid podands in 2~3mol/L $HNO_3$ solutions. Aiming to eliminate interface crude when using simulated HLLW solution in the system of 0.2mol/L TBDGA/Octanol＋kerosene, acetohydroxyamic acid was adapted. Distribution ratio of zirconium was decreased when adding acetohydroxyamic acid in aqueous solution, and interface crude disappeared as mixing extractant with HLLW. The counter-current extraction test is carried out in a set of miniature mixer-settler, with 0.2mol/L TBDGA/ 40% octanol-kerosene as extractant to separate U(VI), Pu(IV), Am(III) and Eu(III) from simulated high level liquid waste(HLLW) solution. In battery A, lanthanides and actinides are coextracted into organic phase with the recovery of 99.98% for U(Ⅵ), >99.99% for Pu(IV), and >99.99% for Am(III) and Eu(III) respectively. In battery R1, 99.99% U, 86.2% Pu and a part of Am or Eu are stripped into aqueous phase by 0.2mol/L acetohydroxyamic acid (AHA) in 0.01mol/L $HNO_3$ solution. In battery $R_2$, Am, Eu and remained Pu are completely back-extracted by 0.2mol/L AHA. This separation process contains no salt reagent, and it is not necessary to dilute HLLW feed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.17-23
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• 2009

방사성 액체폐기물에 함유되어 있는 우라늄의 추출제 또는 아미드 (amide) 화합물 추출제를 사용한 용매추출계에서 제 3상 생성 방지제로 사용되는 dihexyloctanamide(DHOA)을 합성하고, 이를 $^{60}Co$ 감마 방사선으로 조사시킬 때 생성된 방사선 분해생성물 (radiolysis product)을 정량 분석하였다. 방사선 조사된 DHOA에 대한 FT-IR 스펙트럼과 방사선 분해생성물에 대한 GC/MS 스펙트럼 그리고 GC/MS-SIM 방법으로 측정한 결과를 근거로 octanoic acid와 dihexylamine 2종의 방사선 분해생성물의 존재를 확인하였으며, 이들 2종 화합물의 표준시약과 tridecane을 내부표준물질(ISTD)로 사용하여 GC/MS-SIM 방법으로 정량 분석하였다. 방사선 분해생성물에 대한 총 이온 크로마토그램에서 나타난 머무름 거동, 분리도 및 해 상도에서 정량 분석할 수 있는 결과를 얻었으며, 총 이온 크로마토그램에서 분리피크가 나타나는 시간은 octanoic acid는 8.65분, tridecane은 9.79분 그리고 dihexylamine은 10.27분이었다. 그리고 DHOA의 방사선 흡수선량이 증가할수록 octanoic acid의 농도는 감소하였으며, dihexylamine의 농도는 증가하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권4호
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• pp.297-308
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• 2007

폐액증발기 농축폐액의 폴리머고화를 위하여 붕산 함유 건조분말에 액상규산나트륨을 과립화제로 활용하여 점적 형태로 분사하고 평균 $2{\sim}4mm$ 크기의 과립을 제조하는 농축폐액 과립화 설비를 제작하였다. 또한 폐수지 폴리머 고형화에 대해 미국 원자력규제위원회(NRC)의 인증을 받은 신규 고화기술을 과립화된 농축폐액에 성공적으로 적용하였다. 상기 고화설비는 기계적인 혼합 대신 중력을 이용한 in-situ 고화처리 방식으로 폐기물의 추가적인 부피증가가 없고 폐기물 적재량을 최대화할 수 있다. 생산된 폴리머 고화체의 성능평가를 위해 화재시험, 압축강도시험, 침출 및 침수시험, 방사선조사시험, 열순환시험을 표준시험법에 따라 수행하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.419-424
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• 2004

방사성 폐기물 중에 함유된 핵종 및 방사능을 측정하기 위해서는 여러 가지 방사선 계측기가 이용되고 있다. 본 연구에서는 각각의 핵종에 대하여 측정 가능한 검출기를 선정하고 원전 방사성폐기물 중 방사능을 측정 하기위한 시스템을 구성하였다. 그리고 그 계측 시스템의 바탕 값 및 계측효율을 주기적으로 측정하고 품질관리를 위한 관리도를 작성하여 계측기의 안전성을 확보하고 분석결과에 대한 신뢰도를 향상시키고자 하였다. Gamma spectrometer의 바탕 값 평균은 1.59 cps이었으며 표준 시료에 대한 평균값은 45,248 dps로 거의 대부분의 측정값이 $2{\sigma}$ 이내에서 크게 벗어나지 않음을 나타냈다. Low background ${\alpha}/{\beta}$ counting 시스템의 알파 바탕 값 평균은 0.31 cpm이고 알파선 계측효율은 34.38% 이었으며, 베타 바탕 값은 1.3 cpm이고 베타선 계측효율 46.5% 이었다. 또한 액체섬광계수기는 3H 영역에서 바탕 값이 2.52 cpm, 계측효율 58.5% 이었으며, 14C 영역에서의 바탕 값은 3.31 cpm 이었고 계측효율은 95.6% 이었다. 본 연구에서는 바탕 값 및 계측효율로부터 최소검출방사능을 설정함으로써 시료의 측정 가능한 범위를 구하였다. 측정결과, gamma spectrometer의 최소검출방사능은 3.2 Bq/$m\ell$이었으며, ${\alpha}/{\beta}$counting 시스템의 경우는 알파 및 베타 영역에서 각각 20.5 Bq/$m\ell$, 23.0 Bq/$m\ell$이고 liquid scintillation counter의 경우는 3.8 Bq/$m\ell$로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권4호
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• pp.211-222
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• 1977

고준위 방사성 폐액의 고화처리 방법들 중 하나인 Vitrification Process의 연구로서 핵연료 재처리 과정에서 유출되는 가상적인 비활성폐액 중에 함유되어 있는 분열 및 부식 생성물들의 질산화물과 유리화시키기 위해 사용되는 첨가제의 열분해에 관하여 연구 조사되었다. 결정수를 갖고 있는 화합물들의 열분해시점은 75$^{\circ}C$이하였지만, 무수화합물들은 비교적 높은 분포를 보였다. 110$0^{\circ}C$까지 가열하여 얻어진 질량손실율을 이론치와 비교하였을 때, 대부분의 화합물은 릴치하거나 근사하였지만, Sodium, Cesium, Lithium, Ruthenium 등의 질산화물의 질량손실율은 이론치 보다 훨씬 높았다. 여기서 얻어진 결과는 고준위 폐액의 가소처리과정 또는 조사된 화합물들의 혼합에 따른 열분해를 분석하는데도 이용될 수 있을 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.165-175
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• 2005

Measurement of spent resin activity was initiated in 2004 in order to develop the C-14 removal technology for safe disposal. As part of this program, spent resins were sampled and measured in the in-station resin storage tank 2 at Wolsong Nuclear Power Plant Unit 1. At the time of sampling, the resins had been in storage tank from 3 to 23 years. Total 72 resin samples were sampled, which were collected from both man-hole (68 samples) and test-hole (4 samples) in the in-station resin storage tank 2. They were separated into liquid, activated carbon, zeolite, and spent resin. The spent resins were oxidized with sample oxidizer and analyzed for C-14. Ten of collected mixed resin samples were separated by density into cation and anion resins using a sugar solution. The C-14 concentration in anion exchange resin was approximately 2 times higher than in the mixed resin. The average concentration of C-14 in the cation/anion mixed exchange resin was $460\;GBq/m^3$ from test-hole and $53.1\;GBq/m^3$ from man-hole. We have found that concentration of C-14 in the spent resin is about from 0.4 to $1,321\;GBq/m^3$. So it could be a problem, when dispose of at a repository, since there is a disposal limit of $222\;GBq/m^3$. This means we should develop the C-14 removal technology.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.248-254
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• 2005

본 연구에서는 음이온 교환수지와 Sr-Spec 수지를 사용하여 $^{90}Sr,\;^{241}Am$ 및 Pu 동위원소들에 대하여 축차적으로 분리하는 정량법을 제시하였다. Pu 동위원소는 음이온 교환수지를 이용하여 분리하였다. 아메리슘 및 스트론튬은 옥살산 공침법을 사용하여 토양 메트릭스 성분으로부터 분리하였다. 아메리슘은 철공침법을 사용하여 스트론튬으로부터 분리한후 음이온 교환수지를 사용하여 란탄나이드 성분으로부터 순수분리하였다. 스트론튬은 Sr-Spec 수지를 사용하여 순수분리하였다. Pu 및 Am 동위원소는 알파스펙트로메타로 정량하였고 Sr-90은 액체섬광계수기를 사용하여 베타선을 측정하였다. 본 연구에서 고찰된 $^{90}Sr,\;^{241}Am$ 및 Pu 동위원소 분석법을 IAEA 기준시료에 적용하여 분석법의 타당성을 검증하였다.